一种核电站主泵故障监测方法
    1.
    发明公开

    公开(公告)号:CN118934587A

    公开(公告)日:2024-11-12

    申请号:CN202411113150.3

    申请日:2024-08-14

    Abstract: 本发明涉及核电设备监测领域,尤其涉及一种核电站主泵故障监测方法。所述方法为:步骤1:从数字仪控系统的备用口获取数据;步骤2:利用数字跟踪滤波工具对振动信号数据进行平稳转速转化;步骤3:利用时频分析工具和多元统计工具对平稳转速下的振动信号进行特征提取;步骤4:根据专家知识建立特征描述‑类别映射表;步骤5:利用深度神经网络建立特征数据至特征描述的映射关系;步骤6:采集新的数据,针对采集的每条新数据计算得到的特征空间,获取该数据符合每条特征描述的程度的度量向量a,利用距离度量法获取状态数据所属于的故障类型。本发明融合已有的数字仪控系统,结合专家知识,对运行过程中的主泵故障进行监测,降低对故障数据的依赖,为主泵精确化维修提供途径。

    一种核电厂工业供汽高温管道气动控制设备

    公开(公告)号:CN119196382A

    公开(公告)日:2024-12-27

    申请号:CN202411410001.3

    申请日:2024-10-10

    Abstract: 本发明涉及核电设备领域,尤其涉及一种核电厂工业供汽高温管道气动控制设备。所述设备,气动阀的气缸支架底部安装第一隔热组件,第一隔热组件的上下两侧分别由第二隔热组件和第三隔热组件固定;气动阀的气缸支架与阀体压板之间部分填充第四隔热组件;气缸支架与定位器安装支架之间安装第五隔热组件,定位器安装支架与定位器之间安装第六隔热组件。本发明通过创新设计隔热组件和模块化安装方法,有效隔离热传导和热辐射的影响,使定位器工作在合理温度区间,达到定位器长期可靠稳定运行的目的。

    一种便携式的导波雷达液位计校验装置及校验方法

    公开(公告)号:CN117213595A

    公开(公告)日:2023-12-12

    申请号:CN202311203152.7

    申请日:2023-09-18

    Abstract: 本发明涉及仪控设备检修领域,尤其涉及一种便携式的导波雷达液位计校验装置及校验方法。所述校验装置包括:模拟组件,测量折尺,第一固定座,第二固定座;所述第一固定座用于固定导波雷达液位计的头部;所述第二固定座用于固定导波雷达液位计的尾部;第一固定座和第二固定座上分别开设有直槽,测量折尺的起始端和末端分别卡接在直槽内;所述模拟组件包括滑动槽跨于测量折尺上,沿测量折尺的刻度线滑动;转动轴穿过测量棒下部,两侧分别连接测量面板上部的轴承和滑动槽的上部;测量面板表面设置有观察窗,观察窗对应测量折尺的刻度。本发明适用于多种量程范围的导波雷达液位计,能够安全、快速、准确的完成校验维护工作。

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